JP2004020251A - Wet processing method for uranium waste, and device thereof - Google Patents

Wet processing method for uranium waste, and device thereof Download PDF

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JP2004020251A JP2002172366A JP2002172366A JP2004020251A JP 2004020251 A JP2004020251 A JP 2004020251A JP 2002172366 A JP2002172366 A JP 2002172366A JP 2002172366 A JP2002172366 A JP 2002172366A JP 2004020251 A JP2004020251 A JP 2004020251A
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uranium
organic acid
recovery
waste
solution
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Japanese (ja)
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Masaaki Kaneko
金子　昌章
Michitaka Mikura
三倉　通孝
Eiichi Murata
村田　栄一
Riyouta Takahashi
高橋　陵太
Masami Toda
遠田　正見
Chiharu Maruki
丸木　千はる
Hitoshi Sakai
酒井　仁志
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Toshiba Corp
Original Assignee
Toshiba Corp
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Abstract

<P>PROBLEM TO BE SOLVED: To simplify a device, and simplify operation processes by reducing quantity of secondary waste generated from solution after recovering uranium or the like. <P>SOLUTION: This method comprises a uranium dissolving process 13 to dissolve uranium-attached waste 1 in organic acid solution 12, an uranium recovering and separating process 15 to recover and separate uranium dissolved in organic acid solution in the uranium dissolving process 13, and an organic acid decomposing process 16 to decompose organic acid into CO<SB>2</SB>and H<SB>2</SB>O. By using organic acid, uranium can be dissolved as uranyl complex, and only uranium can be dissolved and eliminated. By oxidation reaction, recovery of uranium and decomposition of organic acid can be simultaneously performed, and since the organic acid can be decomposed into CO<SB>2</SB>and H<SB>2</SB>O, generation quantity of secondary waste can be reduced. <P>COPYRIGHT: (C)2004,JPO

Description

【０００１】
【発明の属する技術分野】
本発明は、ウラン取扱施設、またはウラン取扱施設間を移送する設備から発生するウラン及びウラン化合物が付着したウラン廃棄物から、ウラン、超ウラン元素または放射性核種を分離回収するためのウラン廃棄物の湿式処理方法及びその装置に関する。
【０００２】
【従来の技術】
ウラン取扱施設またはウラン取扱施設間を移送する設備から発生するウランまたはウラン化合物が付着したウラン廃棄物としては、煉瓦，ケイソウ土，鉱石くず，汚泥，ケミカルトラップ材，フッ化カルシウム（ＣａＦ２）沈殿物などがある。
これらのウラン廃棄物から、ウラン，超ウラン元素または放射性核種を分離回収する従来の湿式処理方法としては、塩酸又は硝酸が使用されている。
【０００３】
従来の湿式処理方法を図７により説明する。
図７において、例えばフッ素系化合物等のウラン付着廃棄物１を塩酸又は硝酸の酸溶液２により溶解工程３で全量溶解する。つぎに、ウラン回収，分離工程で溶解した溶液に過酸化水素（Ｈ２Ｏ２）５を添加することによって、過酸化ウラン（ＵＯ４）６を生成し、ウランを回収分離する。
【０００４】
想定されている反応式を下記に示す。
ＵＯ２Ｃｌ２＋２Ｈ２Ｏ２→ＵＯ４↓＋２ＨＣｌ＋２Ｈ２Ｏ
また、そのままでは回収が困難な場合には溶媒抽出により液性を調整して、ウラン回収の精製の精度を向上させている。
【０００５】
一方、ウラン回収後の残溶液７にはフッ素系化合物，塩酸又は硝酸が含まれている。この残溶液７に含まれるフッ素等の不純物については、フッ素系化合物回収，分離工程８で、薬品添加、例えばカルシウム添加９による沈殿生成によりフッ素系化合物の二次廃棄物１０として回収分離する。
【０００６】
回収後の溶液、つまりフッ素系化合物回収後の残溶液１１が塩酸系溶液の場合には、中和して排出する工程が考えられている。また、硝酸系溶液の場合には、硝酸を回収し再利用する工程が考えられている。
【０００７】
湿式処理装置の構成については、溶解槽，溶解残渣と溶解液を分離するための固液分離装置，ウラン回収反応槽，ウラン分離のための固液分離装置，不純物分離反応槽，固液分離装置，酸回収槽である。また、全ての溶液移送については液相移送ポンプが使用される。このため、装置の溶液受け槽，固液分離装置が多く必要となる。
【０００８】
【発明が解決しようとする課題】
前述したように、従来のウラン，超ウラン元素または放射性核種が付着したウラン付着廃棄物１からウラン，超ウラン元素または放射性核種を除去する湿式処理方法では酸溶液２によりウラン付着廃棄物１を全量溶解し、溶解液からウランなどを回収する方法である。
【０００９】
しかしながら、従来の方法では、酸溶液２による溶解液が多量に発生し、ウラン回収後の残溶液７及びフッ素系化合物回収，分離工程８から二次廃棄物１０が多量に発生する課題がある。また、固液分離工程が多く、装置が複雑化する課題がある。
【００１０】
本発明は上記課題を解決するためになされたもので、二次廃棄物の発生量を低減できるウラン廃棄物の湿式処理方法を提供することにある。また、本発明はウラン廃棄物を溶解処理する外容器からの液移送に自重を利用し、外容器に固液分離機能を持たせて装置および制御を簡単にし、装置の単純化と処理工程を簡単にすることができるウラン廃棄物の湿式処理装置を提供することにある。
【００１１】
【課題を解決するための手段】
請求項１に係る発明は、ウラン，超ウラン元素または放射性核種が付着した廃棄物から有機酸溶液により前記ウラン，超ウラン元素または放射性核種を溶解分離するウラン溶解工程と、このウラン溶解工程で溶解分離したウラン，超ウラン元素または放射性核種を回収するウラン回収，分離工程と、このウラン回収，分離工程後の前記有機酸溶液を分解する有機酸分解工程とを具備したことを特徴とする。
【００１２】
請求項２に係る発明は、前記有機酸溶液はギ酸またはシュウ酸あるいはギ酸とシュウ酸の混合液からなることを特徴とする。
請求項３に係る発明は、前記ウラン回収，分離工程は前記ウラン溶解工程で溶解分離したウラン，超ウラン元素または放射性核種をイオン交換樹脂により分離回収することを特徴とする。
【００１３】
請求項４に係る発明は、前記ウラン回収，分離工程は過酸化水素またはオゾンによりウラン，超ウラン元素または放射性核種を過酸化物の形で分離回収することを特徴とする。
【００１４】
請求項５に係る発明は、前記イオン交換樹脂により回収したウラン，超ウラン元素または放射性核種の回収溶液について、前記有機酸分解工程で過酸化水素，紫外線，オゾンまたは電気分解の少なくとも一種を使用して前記有機酸を炭酸ガスと水に分解することを特徴とする。
【００１５】
請求項６に係る発明は、前記ウラン回収，分離工程と前記有機酸分解工程における有機酸に、過酸化水素またはオゾンを同時に作用させて、ウラン，超ウラン元素または放射性核種を過酸化物の形で回収するとともに、前記有機酸を炭酸ガスと水に分解することを特徴とする。
【００１６】
請求項７に係る発明は、有機酸溶液を収納する外容器と、この外容器内に設置されウラン付着廃棄物を収納する通液性内容器と、この内容器の下方で前記外容器内の下部に設けられたフィルタと、前記外容器の下部に排出弁を介して接続されたウラン回収及び有機酸分解装置とを具備したことを特徴とする。
【００１７】
請求項８に係る発明は、前記内容器は網目状材で形成され、前記有機酸溶液を攪拌する攪拌機と、前記内容器を回転または振動させる機構とが設けられてなることを特徴とする。
【００１８】
【発明の実施の形態】
図１、図２及び表１により本発明に係るウラン廃棄物の湿式処理装置の第１の実施の形態を説明する。
本実施の形態は図１に示したように、ウラン付着廃棄物１に有機酸溶液１２を作用させて、有機酸溶液１２でウランのみを溶解するウラン溶解工程１３と、ウラン溶解工程１３で溶解分離したウランを回収，分離するウラン回収，分離工程１５と、ウラン回収，分離工程１５後に残存する有機酸をＣＯ２とＨ２Ｏに分解するとともに、ウラン１８を回収する有機酸分解工程１６とからなっている。
【００１９】
ここで、ウラン付着廃棄物１に有機酸溶液１２を作用させるとウランのみが溶解するが、ウラン溶解後の有機酸溶液１２中に残存するウラン除去後の残廃棄物１４は、固液分離された後に廃棄処分される。有機酸溶液１２としてはギ酸またはシュウ酸あるいはギ酸とシュウ酸の混合液の還元剤を使用する。有機酸分解工程１６で、有機酸はＣＯ２とＨ２Ｏ１７に分解して除去され、ウラン１８は回収され、再利用される。なお、ＣＯ２は排気される。
【００２０】
表１はウラン付着廃棄物の例として、除染対象材料（マレージング鋼：表面に酸化皮膜を形成させたステンレス鋼（ＭＲＳ），ステンレス鋼（ＳＵＳ），Ｃｕ，ウラン含有Ａｌ）に付着したウラン廃棄物（ウランの形態はＵＦ４）をギ酸（ＨＣＯＯＨ）で溶解した場合の溶液中の回収率を示している。
【００２１】
表１から明らかなように、ギ酸を使用することにより、除染対象材料に付着しているウランを溶解して溶液にできることがわかる。これは、ウランがギ酸溶液中でギ酸ウラニル（ＵＯ２（ＨＣＯ２）２・Ｈ２Ｏ）の錯体を形成して溶解しているものと考えられる。
【００２２】
【表１】

Figure 2004020251
【００２３】
図２はウラン付着廃棄物が金属構造材でなく、金属以外の材料として、ケミカルトラップ材（ＮａＦ），沈殿物（ＣａＦ２），煉瓦（Ａｌ２Ｏ３）に付着したウラン付着廃棄物に対するウラン溶解除去処理フローを示している。
【００２４】
図２から明らかなように、ギ酸に対して、ＮａＦ，ＣａＦ２，Ａｌ２Ｏ３は溶解し難く、ウランのみが溶解してギ酸ウラニルを形成し、ギ酸ウラニルは過酸化水素により分解する。そして、ウランは過酸化物（ＵＯ４）として回収され、炭酸ガス（ＣＯ２）は廃棄される。
【００２５】
本実施の形態によれば、有機酸の錯体を生成する性質を利用することで、ウランのみをウラン付着廃棄物から溶解除去することができる。
【００２６】
つぎに図３により本発明に係るウラン廃棄物の湿式処理方法の第２の実施の形態を説明する。
図３中、図１と同一部分には同一符号を付して重複する部分の説明は省略する。本実施の形態が第１の実施の形態と異なる点は、第１の実施の形態におけるウラン回収，分離工程１５の代りにイオン交換樹脂１９を使用してウランの分離回収を行い、また、有機酸分解工程１６において有機酸分解材２０を使用して有機酸を分解することにある。有機酸分解材２０としては、過酸化水素（Ｈ２Ｏ２），過酸化水素と紫外線、オゾン又は電気分解の少なくとも一種を選択して使用する。
【００２７】
本実施の形態によれば、ギ酸に溶解したウランの回収率について、陰イオン交換樹脂を使用した場合は９８．５％以上であり、また陽イオン交換樹脂を使用した場合には９９％以上であった。このことから、イオン交換樹脂１９を使用することにより、ギ酸に溶解したウランを効率よく分離し回収することができる。
【００２８】
また、ギ酸に溶解したウランの回収率として有機酸分解材２０として例えば過酸化水素，又はオゾンを使用すれば、ギ酸に溶解したウランを効率よく回収でき、また紫外線や電気分解を併用することにより、さらにウランを短時間で効率よく回収することができる。また、ウラン回収後の有機酸分解工程１６に有機酸分解材２０を加えることにより、有機酸の分解効果が向上する。
【００２９】
つぎに図３及び図４により、本発明に係るウラン廃棄物の湿式処理方法の第３の実施の形態を説明する。
なお、図３における説明は第２の実施の形態の説明文を準用する。本実施の形態は、第２の実施の形態において、イオン交換樹脂１９でウランを分離回収した後の溶離液中の有機酸を有機酸分解材２０によりＣＯ２とＨ２Ｏに分解させる工程にある。
【００３０】
図４は還元剤としてシュウ酸，ギ酸及びギ酸とシュウ酸の混合液有機酸の分解時間に対する有機炭素濃度変化を示している。また、図４は有機酸の過酸化水素（Ｈ２Ｏ２），紫外線（ＵＶ）＋Ｈ２Ｏ２，オゾンを使用した場合の分解傾向をも示している。図４から明らかなようにギ酸，シュウ酸，ギ酸＋シュウ酸混合液はＨ２Ｏ２，ＵＶまたはオゾンにより分解されることが認められる。
【００３１】
本実施の形態によれば、イオン交換樹脂１９でウランを回収した後の溶離液中の有機酸の分解であり、分解後はＣＯ２とＨ２Ｏ１７を生成して除去されることから、二次廃棄物の発生量を低減することができる。
【００３２】
つぎに図５により本発明に係るウラン廃棄物の湿式処理方法の第４の実施の形態を説明する。図５中、図１と同一部分には同一符号を付して重複する部分の説明は省略する。
【００３３】
本実施の形態が第１の実施の形態と異なる点は、ウラン回収，分離工程１５と有機酸分解工程１６を同時に実施する場合、ウランの回収分離と有機酸溶液の分解に過酸化水素（Ｈ２Ｏ２）又はオゾンの有機酸分解材２０を使用することにある。
【００３４】
本実施の形態によれば、酸化反応によって有機酸溶液中のウランから過酸化ウラン（ＵＯ４）７を生成回収することができる、と同時に、有機酸を分解することができることから、工程の短縮及び装置を単純化することができる。
【００３５】
なお、上記第１から第４の実施の形態においては、ウランの回収，分離について説明したが、超ウラン元素または放射性核種についても上記各実施の形態と同様に回収，分離することができる。
【００３６】
つぎに、図６によりウラン廃棄物の湿式処理装置の第１の実施の形態を説明する。
図６において、符号２１はウラン付着廃棄物から有機酸によりウランを溶解するための溶解処理槽となる外容器を示している。この外容器２１内には、内部に有機酸溶液２７が収納される。外容器２１の下端部には中央部に向けて下り勾配の傾斜面を有する底板２２が取着されている。底板２２の上方に固液分離用のフィルタ２３が着脱自在に設置されている。
【００３７】
外容器２１内には内容器２４が設置されており、内容器２４内にはウラン付着廃棄物２５が収納されている。また、内容器２４内には攪拌機２６が挿入されて、外容器２１と内容器２４内の有機酸溶液２７を攪拌する。内容器２４は網目状部材または多孔性部材により構成され、外容器２１と内容器２４内の有機酸溶液２７が流通自在な通液性を有している。外容器２１の外側にはヒータ２８が設けられて有機酸溶液２７を所定温度に加熱制御できるようになっている。内容器２４には内容器２４自身を回転または振動させる機構（図示せず）が設けられている。
【００３８】
外容器２１の底板２２の下面中央部には排出弁２９を有する連結管３０の上端が接続され、連結管３０の下端にはウラン回収及び有機酸分解装置３１が連結されている。これにより、外容器２１からウラン回収及び有機酸分解装置３１へ有機酸溶液の液移送を自重によって流出することができる。また、フィルタ２３により外容器２１に固液分離機能を持たせることができる。
【００３９】
本実施の形態によれば、ウラン付着廃棄物２５を収納し、支持するための内容器の下部または全体が金網等で網目状に形成されて有機酸溶液２７が流出入し易くなっており、また攪拌機２６や回転または振動機構を駆動させることによりウラン付着廃棄物２５は有機酸溶液２７と十分に接液しウランを溶解することができる。また、外容器２１の下部に固液分離用のフィルタ２３を着脱自在に設置し、下部から液を抜き取るための排出弁２９とその下部にウラン回収及び有機酸分解装置３１を設置している。
【００４０】
さらに、外容器２１からの液移送に自重を利用し、外容器２１に固液分離機能を付与していることから、装置の単純化と処理工程を簡易にできる。なお、従来のポンプ等による溶液回収は最大９７％であったが、本実施の形態では９９％以上の溶液を回収できる。また、本実施の形態では装置の配管等への液溜りが非常に少なく、系統から発生する二次廃棄物量を低減できる。
【００４１】
【発明の効果】
本発明方法によれば、ウラン，超ウラン元素または放射性核種を有機酸で溶解除去することができる。また、有機酸溶液をＣＯ２とＨ２Ｏに分解できることから、二次廃棄物の発生量を低減することができる。
【００４２】
本発明装置によれば、溶解処理する外容器からの液移送に自重を利用し、外容器に固液分離機能を付与していることから、装置及び制御が簡単になる。また、ウラン回収と有機酸分解が同時にできることから、装置の単純化と処理工程を簡素化できる。
【図面の簡単な説明】
【図１】本発明に係るウラン廃棄物の湿式処理方法の第１の実施の形態を示すブロック図。
【図２】図１におけるウラン付着廃棄物にＮａＦ，ＣａＦ２，Ａｌ２Ｏ３を使用した場合のウラン除去処理の流れ図。
【図３】本発明に係るウラン廃棄物の湿式処理方法の第２及び第３の実施の形態を説明するためのブロック図。
【図４】本発明に係るウラン廃棄物の湿式処理方法の第３の実施の形態を示すプロット曲線図。
【図５】本発明に係るウラン廃棄物の湿式処理方法の第４の実施の形態を示すブロック図。
【図６】本発明に係るウラン廃棄物の湿式処理装置の第１の実施の形態を一部概略的に示す縦断面図。
【図７】従来のウラン廃棄物の湿式処理方法を説明するための流れ図。
【符号の説明】
１…ウラン付着廃棄物、２…酸溶液、３…溶解工程、４…ウラン回収，分離工程、５…過酸化水素、６…過酸化ウラン（ＵＯ４）、７…ウラン回収後の残溶液、８…フッ素系化合物回収，分離工程、９…カルシウム添加、１０…二次廃棄物、１１…フッ素系化合物回収後の残溶液、１２…有機酸溶液、１３…ウラン溶解工程、１４…ウラン除去後の残廃棄物、１５…ウラン回収，分離工程、１６…有機酸分解工程、１７…ＣＯ２（排気）Ｈ２Ｏ、１８…ウラン（再利用）、１９…イオン交換樹脂（ウラン回収）、２０…有機酸分解材、２１…外容器、２２…底板、２３…フィルタ、２４…内容器、２５…ウラン付着廃棄物、２６…攪拌機、２７…有機酸溶液、２８…ヒータ、２９…排出弁、３０…連結管、３１…ウラン回収及び有機酸分解装置。[0001]
TECHNICAL FIELD OF THE INVENTION
The present invention relates to a uranium waste facility for separating and recovering uranium, transuranium elements or radionuclides from uranium waste to which uranium and uranium compounds attached from uranium handling facilities or uranium handling facilities are transferred. The present invention relates to a wet processing method and an apparatus therefor.
[0002]
[Prior art]
The uranium waste to which uranium or a uranium compound attached from a uranium handling facility or a facility for transferring between uranium handling facilities is brick, diatomaceous earth, ore waste, sludge, chemical trapping material, calcium fluoride (CaF 2 ) precipitate There are things.
As a conventional wet treatment method for separating and recovering uranium, transuranium elements or radionuclides from these uranium wastes, hydrochloric acid or nitric acid is used.
[0003]
A conventional wet processing method will be described with reference to FIG.
In FIG. 7, for example, uranium-adhered waste 1 such as a fluorine-based compound is completely dissolved in an acid solution 2 of hydrochloric acid or nitric acid in a dissolving step 3. Next, uranium peroxide (UO 4 ) 6 is generated by adding hydrogen peroxide (H 2 O 2 ) 5 to the solution dissolved in the uranium recovery and separation step, and uranium is recovered and separated.
[0004]
The assumed reaction formula is shown below.
UO 2 Cl 2 + 2H 2 O 2 → UO 4 ↓ + 2HCl + 2H 2 O
When recovery is difficult as it is, the liquidity is adjusted by solvent extraction to improve the accuracy of uranium recovery purification.
[0005]
On the other hand, the residual solution 7 after uranium recovery contains a fluorine compound, hydrochloric acid or nitric acid. Impurities such as fluorine contained in the residual solution 7 are collected and separated as a secondary waste 10 of the fluorine-based compound by a fluorine-containing compound collection and separation step 8 by precipitation by chemical addition, for example, calcium addition 9.
[0006]
When the solution after recovery, that is, the remaining solution 11 after recovery of the fluorine-based compound is a hydrochloric acid-based solution, a process of neutralizing and discharging the solution is considered. In the case of a nitric acid-based solution, a process of recovering and reusing nitric acid has been considered.
[0007]
The wet processing system consists of a dissolution tank, a solid-liquid separator for separating the dissolved residue and the solution, a uranium recovery reactor, a solid-liquid separator for uranium separation, an impurity separation reactor, and a solid-liquid separator. , Acid recovery tank. A liquid phase transfer pump is used for all solution transfer. Therefore, a large number of solution receiving tanks and solid-liquid separation devices are required.
[0008]
[Problems to be solved by the invention]
As described above, in the conventional wet processing method for removing uranium, transuranium elements or radionuclides from uranium, transuranium elements or radionuclides adhering to uranium, transuranium elements or radionuclides, the total amount of uranium-adhered waste 1 by acid solution 2 This is a method of dissolving and recovering uranium and the like from the solution.
[0009]
However, the conventional method has a problem that a large amount of a solution generated by the acid solution 2 is generated, and a large amount of the secondary waste 10 is generated from the residual solution 7 after the uranium recovery and the fluorine-based compound recovery / separation step 8. In addition, there are many solid-liquid separation steps, and there is a problem that the apparatus becomes complicated.
[0010]
The present invention has been made to solve the above problems, and an object of the present invention is to provide a wet treatment method for uranium waste that can reduce the amount of secondary waste generated. In addition, the present invention utilizes its own weight to transfer liquid from an outer container for dissolving and processing uranium waste, and makes the outer container have a solid-liquid separation function to simplify the apparatus and control, thereby simplifying the apparatus and reducing the processing steps. It is an object of the present invention to provide a uranium waste wet treatment apparatus which can be simplified.
[0011]
[Means for Solving the Problems]
The invention according to claim 1 is a uranium dissolving step of dissolving and separating the uranium, transuranium element or radionuclide from a waste to which uranium, transuranium element or radionuclide is attached with an organic acid solution, and dissolving in the uranium dissolving step. It is characterized by comprising a uranium recovery and separation step of recovering the separated uranium, transuranium element or radionuclide, and an organic acid decomposition step of decomposing the organic acid solution after the uranium recovery and separation step.
[0012]
The invention according to claim 2 is characterized in that the organic acid solution is composed of formic acid, oxalic acid, or a mixture of formic acid and oxalic acid.
The invention according to claim 3 is characterized in that in the uranium recovery and separation step, uranium, transuranium element or radionuclide dissolved and separated in the uranium dissolution step is separated and recovered by an ion exchange resin.
[0013]
According to a fourth aspect of the present invention, in the uranium recovery and separation step, uranium, a transuranium element or a radionuclide is separated and recovered in the form of peroxide using hydrogen peroxide or ozone.
[0014]
According to a fifth aspect of the present invention, in the organic acid decomposing step, at least one of hydrogen peroxide, ultraviolet light, ozone, and electrolysis is used for the uranium, transuranium element or radionuclide recovered solution recovered by the ion exchange resin. Wherein the organic acid is decomposed into carbon dioxide and water.
[0015]
The invention according to claim 6 is directed to a method in which uranium, a transuranium element or a radionuclide is converted into a peroxide by simultaneously operating hydrogen peroxide or ozone on the organic acid in the uranium recovery and separation step and the organic acid decomposition step. And the organic acid is decomposed into carbon dioxide gas and water.
[0016]
The invention according to claim 7 provides an outer container for storing an organic acid solution, a liquid-permeable inner container installed in the outer container for storing uranium-adhered waste, and an inner container in the outer container below the inner container. It is characterized by comprising a filter provided at a lower portion, and a uranium recovery and organic acid decomposing device connected to a lower portion of the outer container via a discharge valve.
[0017]
The invention according to claim 8 is characterized in that the inner container is formed of a mesh material, and is provided with a stirrer for stirring the organic acid solution and a mechanism for rotating or vibrating the inner container.
[0018]
BEST MODE FOR CARRYING OUT THE INVENTION
A first embodiment of the uranium waste wet treatment apparatus according to the present invention will be described with reference to FIGS.
In this embodiment, as shown in FIG. 1, an organic acid solution 12 is applied to uranium-adhered waste 1 to dissolve only uranium in the organic acid solution 12, and a uranium dissolving step 13 A uranium recovery and separation step 15 for recovering and separating the separated uranium; an organic acid decomposition step 16 for decomposing organic acids remaining after the uranium recovery and separation step 15 into CO 2 and H 2 O and recovering uranium 18; Consists of
[0019]
Here, when the organic acid solution 12 is allowed to act on the uranium-adhered waste 1, only uranium is dissolved, but the remaining uranium-removed waste 14 remaining in the uranium-dissolved organic acid solution 12 is solid-liquid separated. After being disposed of. As the organic acid solution 12, formic acid or oxalic acid or a reducing agent of a mixed solution of formic acid and oxalic acid is used. In the organic acid decomposition step 16, the organic acid is decomposed into CO 2 and H 2 O 17 and removed, and uranium 18 is recovered and reused. Note that CO 2 is exhausted.
[0020]
Table 1 shows, as an example of uranium-adhered waste, uranium discarded on a material to be decontaminated (maraging steel: stainless steel (MRS) with an oxide film formed on its surface, stainless steel (SUS), Cu, uranium-containing Al). The figure shows the recovery in a solution when a substance (uranium in the form of UF 4 ) is dissolved in formic acid (HCOOH).
[0021]
As is clear from Table 1, it can be seen that by using formic acid, uranium adhering to the material to be decontaminated can be dissolved to form a solution. This is considered to be because uranium forms a complex of uranyl formate (UO 2 (HCO 2 ) 2 .H 2 O) and dissolves in the formic acid solution.
[0022]
[Table 1]
Figure 2004020251
[0023]
FIG. 2 shows that the uranium-adhered waste is not a metal structural material, but is a material other than metal, such as a chemical trap material (NaF), a precipitate (CaF 2 ), or a uranium-adhered waste attached to a brick (Al 2 O 3 ). 4 shows a dissolution removal processing flow.
[0024]
As is clear from FIG. 2, NaF, CaF 2 and Al 2 O 3 are hardly dissolved in formic acid, only uranium is dissolved to form uranyl formate, and uranyl formate is decomposed by hydrogen peroxide. Then, uranium is recovered as peroxide (UO 4 ), and carbon dioxide (CO 2 ) is discarded.
[0025]
According to the present embodiment, only uranium can be dissolved and removed from uranium-adhered waste by utilizing the property of generating a complex of an organic acid.
[0026]
Next, a second embodiment of the uranium waste wet treatment method according to the present invention will be described with reference to FIG.
3, the same parts as those in FIG. 1 are denoted by the same reference numerals, and the description of the overlapping parts will be omitted. This embodiment is different from the first embodiment in that uranium is separated and recovered using an ion exchange resin 19 instead of the uranium recovery and separation step 15 in the first embodiment. In the acid decomposition step 16, the organic acid is decomposed by using the organic acid decomposition material 20. As the organic acid decomposing material 20, at least one of hydrogen peroxide (H 2 O 2 ), hydrogen peroxide, ultraviolet light, ozone, and electrolysis is selected and used.
[0027]
According to this embodiment, the recovery of uranium dissolved in formic acid is 98.5% or more when using an anion exchange resin, and 99% or more when using a cation exchange resin. there were. From this, by using the ion exchange resin 19, uranium dissolved in formic acid can be efficiently separated and recovered.
[0028]
Also, as the recovery rate of uranium dissolved in formic acid, for example, if hydrogen peroxide or ozone is used as the organic acid decomposing material 20, uranium dissolved in formic acid can be efficiently recovered, and by using ultraviolet light and electrolysis together. Further, uranium can be efficiently recovered in a short time. Further, by adding the organic acid decomposing material 20 to the organic acid decomposing step 16 after the recovery of uranium, the effect of decomposing the organic acid is improved.
[0029]
Next, a third embodiment of the wet treatment method for uranium waste according to the present invention will be described with reference to FIGS.
Note that the description in FIG. 3 applies the description of the second embodiment mutatis mutandis. This embodiment is different from the second embodiment in that the organic acid in the eluate after separation and recovery of uranium by the ion exchange resin 19 is decomposed into CO 2 and H 2 O by the organic acid decomposer 20. is there.
[0030]
FIG. 4 shows the change in the concentration of organic carbon with respect to the decomposition time of oxalic acid, formic acid, and a mixed solution of formic acid and oxalic acid as a reducing agent. FIG. 4 also shows the tendency of decomposition when hydrogen peroxide (H 2 O 2 ), ultraviolet (UV) + H 2 O 2 , and ozone of the organic acid are used. As is clear from FIG. 4, it is recognized that formic acid, oxalic acid, and a mixed solution of formic acid and oxalic acid are decomposed by H 2 O 2 , UV, or ozone.
[0031]
According to the present embodiment, the decomposition of the organic acid in the eluate after the uranium is recovered by the ion exchange resin 19, and CO 2 and H 2 O 17 are generated and removed after the decomposition. The amount of secondary waste generated can be reduced.
[0032]
Next, a fourth embodiment of the wet treatment method for uranium waste according to the present invention will be described with reference to FIG. 5, the same components as those in FIG. 1 are denoted by the same reference numerals, and the description of the overlapping components will be omitted.
[0033]
This embodiment is different from the first embodiment in that, when the uranium recovery / separation step 15 and the organic acid decomposition step 16 are performed simultaneously, hydrogen peroxide (H) is used for recovery and separation of uranium and decomposition of the organic acid solution. 2 O 2 ) or using an organic acid decomposer 20 of ozone.
[0034]
According to the present embodiment, uranium peroxide (UO 4 ) 7 can be produced and recovered from uranium in an organic acid solution by an oxidation reaction, and at the same time, an organic acid can be decomposed. And the device can be simplified.
[0035]
In the first to fourth embodiments, uranium recovery and separation have been described. However, transuranium elements or radionuclides can be recovered and separated in the same manner as in each of the above embodiments.
[0036]
Next, a first embodiment of the wet processing apparatus for uranium waste will be described with reference to FIG.
In FIG. 6, reference numeral 21 denotes an outer container serving as a dissolution tank for dissolving uranium from uranium-adhered waste with an organic acid. An organic acid solution 27 is stored inside the outer container 21. At the lower end of the outer container 21, a bottom plate 22 having a downwardly inclined surface is attached to the center. Above the bottom plate 22, a filter 23 for solid-liquid separation is detachably installed.
[0037]
An inner container 24 is provided in the outer container 21, and uranium-adhered waste 25 is stored in the inner container 24. A stirrer 26 is inserted into the inner container 24 to stir the outer container 21 and the organic acid solution 27 in the inner container 24. The inner container 24 is formed of a mesh-like member or a porous member, and has liquid permeability through which the outer container 21 and the organic acid solution 27 in the inner container 24 can freely flow. A heater 28 is provided outside the outer container 21 so that the organic acid solution 27 can be heated to a predetermined temperature. The inner container 24 is provided with a mechanism (not shown) for rotating or vibrating the inner container 24 itself.
[0038]
The upper end of a connecting pipe 30 having a discharge valve 29 is connected to the center of the lower surface of the bottom plate 22 of the outer container 21, and the uranium recovery and organic acid decomposer 31 is connected to the lower end of the connecting pipe 30. Thereby, the liquid transfer of the organic acid solution from the outer container 21 to the uranium recovery and organic acid decomposer 31 can flow out by its own weight. Further, the outer container 21 can be provided with a solid-liquid separation function by the filter 23.
[0039]
According to the present embodiment, the lower part or the whole of the inner container for storing and supporting the uranium-attached waste 25 is formed in a mesh shape with a wire mesh or the like, so that the organic acid solution 27 easily flows in and out. Further, by driving the stirrer 26 and the rotation or vibration mechanism, the uranium-adhered waste 25 can sufficiently contact the organic acid solution 27 to dissolve uranium. In addition, a filter 23 for solid-liquid separation is detachably installed at a lower portion of the outer container 21, and a discharge valve 29 for extracting a liquid from the lower portion and a uranium recovery and organic acid decomposing device 31 are installed at a lower portion thereof.
[0040]
Furthermore, since the liquid is transferred from the outer container 21 using its own weight and the outer container 21 is provided with a solid-liquid separation function, the apparatus can be simplified and the processing steps can be simplified. Although the maximum solution recovery by a pump or the like is 97%, the present embodiment can recover 99% or more of the solution. Further, in the present embodiment, the liquid pool in the piping of the apparatus is very small, and the amount of secondary waste generated from the system can be reduced.
[0041]
【The invention's effect】
According to the method of the present invention, uranium, transuranium element or radionuclide can be dissolved and removed with an organic acid. In addition, since the organic acid solution can be decomposed into CO 2 and H 2 O, the amount of secondary waste generated can be reduced.
[0042]
According to the apparatus of the present invention, the weight of the liquid is transferred from the outer container to be subjected to the dissolution treatment, and the outer container is provided with a solid-liquid separation function. Further, since uranium recovery and organic acid decomposition can be performed at the same time, the apparatus can be simplified and the processing steps can be simplified.
[Brief description of the drawings]
FIG. 1 is a block diagram showing a first embodiment of a wet treatment method for uranium waste according to the present invention.
FIG. 2 is a flowchart of a uranium removal process when NaF, CaF 2 , and Al 2 O 3 are used as uranium-adhered waste in FIG. 1;
FIG. 3 is a block diagram for explaining second and third embodiments of the wet treatment method for uranium waste according to the present invention.
FIG. 4 is a plot curve diagram showing a third embodiment of the uranium waste wet treatment method according to the present invention.
FIG. 5 is a block diagram showing a fourth embodiment of the method for wet treatment of uranium waste according to the present invention.
FIG. 6 is a longitudinal sectional view schematically showing part of a first embodiment of a uranium waste wet treatment apparatus according to the present invention.
FIG. 7 is a flowchart for explaining a conventional wet treatment method for uranium waste.
[Explanation of symbols]
1 ... Uranium attachment wastes, 2 ... acid solution, 3 ... dissolution step, 4 ... uranium recovery, separation step, 5 ... hydrogen peroxide, 6 ... peroxide uranium (UO 4), 7 ... residual solution after uranium recovery, 8: Fluorine compound recovery and separation process, 9: Calcium addition, 10: Secondary waste, 11: Remaining solution after recovery of fluorine compound, 12: Organic acid solution, 13: Uranium dissolution process, 14: After uranium removal Residual waste, 15: uranium recovery and separation process, 16: organic acid decomposition process, 17: CO 2 (exhaust) H 2 O, 18: uranium (reuse), 19: ion exchange resin (uranium recovery), 20 ... organic acid decomposer, 21 ... outer container, 22 ... bottom plate, 23 ... filter, 24 ... inner container, 25 ... uranium-adhered waste, 26 ... stirrer, 27 ... organic acid solution, 28 ... heater, 29 ... discharge valve, 30 ... connecting pipe, 31 ... uranium recovery and organic acid content Apparatus.

Claims (8)

ウラン，超ウラン元素または放射性核種が付着した廃棄物から有機酸溶液により前記ウラン，超ウラン元素または放射性核種を溶解分離するウラン溶解工程と、このウラン溶解工程で溶解分離したウラン，超ウラン元素または放射性核種を回収するウラン回収，分離工程と、このウラン回収，分離工程後の前記有機酸溶液を分解する有機酸分解工程とを具備したことを特徴とするウラン廃棄物の湿式処理方法。A uranium dissolving step of dissolving and separating the uranium, transuranium element or radionuclide from the waste to which the uranium, transuranium element or radionuclide is attached with an organic acid solution, and uranium, transuranium element or A wet treatment method for uranium waste, comprising: a uranium recovery and separation step of recovering radionuclides; and an organic acid decomposition step of decomposing the organic acid solution after the uranium recovery and separation step. 前記有機酸溶液はギ酸またはシュウ酸あるいはギ酸とシュウ酸の混合液からなることを特徴とする請求項１記載のウラン廃棄物の湿式処理方法。The method according to claim 1, wherein the organic acid solution comprises formic acid, oxalic acid, or a mixture of formic acid and oxalic acid. 前記ウラン回収，分離工程は前記ウラン溶解工程で溶解分離したウラン，超ウラン元素または放射性核種をイオン交換樹脂により分離回収することを特徴とする請求項１記載のウラン廃棄物の湿式処理方法。2. The method for wet treatment of uranium waste according to claim 1, wherein in the uranium recovery and separation step, uranium, transuranium element or radionuclide dissolved and separated in the uranium dissolution step is separated and recovered by an ion exchange resin. 前記ウラン回収，分離工程は過酸化水素またはオゾンによりウラン，超ウラン元素または放射性核種を過酸化物の形で分離回収することを特徴とする請求項１記載のウラン廃棄物の湿式処理方法。2. The method for wet treatment of uranium waste according to claim 1, wherein said uranium recovery / separation step separates and recovers uranium, transuranium element or radionuclide in the form of peroxide using hydrogen peroxide or ozone. 前記イオン交換樹脂により回収したウラン，超ウラン元素または放射性核種の回収溶液について、前記有機酸分解工程で過酸化水素，紫外線，オゾンまたは電気分解の少なくとも一種を使用して前記有機酸を炭酸ガスと水に分解することを特徴とする請求項３記載のウラン廃棄物の湿式処理方法。For the uranium, transuranium element or radionuclide recovery solution recovered by the ion exchange resin, the organic acid is converted to carbon dioxide by using at least one of hydrogen peroxide, ultraviolet light, ozone or electrolysis in the organic acid decomposition step. 4. The method for wet treatment of uranium waste according to claim 3, wherein the method is decomposed into water. 前記ウラン回収，分離工程と前記有機酸分解工程における有機酸に、過酸化水素またはオゾンを同時に作用させて、ウラン，超ウラン元素または放射性核種を過酸化物の形で回収するとともに、前記有機酸を炭酸ガスと水に分解することを特徴とする請求項１記載のウラン廃棄物の湿式処理方法。Hydrogen peroxide or ozone is allowed to act on the organic acid in the uranium recovery / separation step and the organic acid decomposition step simultaneously to recover uranium, transuranium element or radionuclide in the form of peroxide, 2. The method for wet treatment of uranium waste according to claim 1, wherein uranium is decomposed into carbon dioxide and water. 有機酸溶液を収納する外容器と、この外容器内に設置されウラン付着廃棄物を収納する通液性内容器と、この内容器の下方で前記外容器内の下部に設けられたフィルタと、前記外容器の下部に排出弁を介して接続されたウラン回収及び有機酸分解装置とを具備したことを特徴とするウラン廃棄物の湿式処理装置。An outer container for storing the organic acid solution, a liquid-permeable inner container installed in the outer container for storing uranium-adhered waste, and a filter provided below the inner container and in a lower portion of the outer container, A uranium waste wet treatment device, comprising: a uranium recovery and organic acid decomposition device connected to a lower portion of the outer container via a discharge valve. 前記内容器は網目状材で形成され、前記有機酸溶液を攪拌する攪拌機と、前記内容器を回転または振動させる機構とが設けられてなることを特徴とする請求項７記載のウラン廃棄物の湿式処理装置。The uranium waste according to claim 7, wherein the inner container is formed of a mesh material, and a stirrer for stirring the organic acid solution and a mechanism for rotating or vibrating the inner container are provided. Wet processing equipment.
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